You need JavaScript to view this

The Behaviour of Various Graphites under Neutron Irradiation; Comportement de divers graphites sous l'effet de l'irradiation neutronique; ПОВЕДЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ГРАФИТОВ ПОД ДЕЙСТВИЕМ НЕЙТРОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ; Efectos de la irradiación neutrónica sobre diversos tipos de grafitos

Conference:

Abstract

The change of graphite properties under neutron irradiation, which is quite important for reactor designers, has been investigated closely for several years, and results have been reported in detail by several authors. The goal of these irradiation experiments was the quantitative determination of property changes as a function of irradiation dose and temperature. The concern of our own irradiation programme, which is sponsored by the Ministry of Atomic Affairs of the Federal Republic of Germany, was to study the behaviour of a wide range of reactor-grade graphites under controlled irradiation conditions. In the first part of the paper, radiation damage as a function of different types of artificial graphite is dealt with. The graphite types differed only by their degree of crystalline order, even though they were produced under the same graphitizing conditions. The differences are caused by the different graphitizabilities of the raw materials. The dependence oí the radiation damage on the graphite type seems to be of fundamental importance for the development of reactor-grade graphites with respect to various applications. Within one group the physical properties are changed in different ways for different graphite types. The differences of the unirradiated samples remain largely unchanged or are even more  More>>
Authors:
Fitzer, E.; Vohler, O. [1] 
  1. Siemens-Planiawerke AG für Kohlefabrikate, Meitingen bei Augsburg, Federal Republic of Germany (Germany)
Publication Date:
Aug 15, 1963
Product Type:
Conference
Resource Relation:
Conference: Symposium on Radiation Damage in Solids and Reactor Materials, Venice (Italy), 7-11 May 1962; Other Information: 22 refs., 51 figs., 2 tabs.; Related Information: In: Radiation Damage in Reactor Materials. Part of the Proceedings of the Symposium on Radiation Damage in Solids and Reactor Materials| 773 p.
Subject:
36 MATERIALS SCIENCE; ELECTRIC CONDUCTIVITY; EXPERIMENTAL CHANNELS; GRAPHITE; MAGNETIC SUSCEPTIBILITY; NEUTRON SPECTRA; NEUTRONS; RADIATION DOSES; RADIATION EFFECTS; RAW MATERIALS; THERMAL EXPANSION; YOUNG MODULUS
OSTI ID:
22334323
Research Organizations:
International Atomic Energy Agency, Vienna (Austria)
Country of Origin:
IAEA
Language:
English
Other Identifying Numbers:
Other: ISSN 0074-1884; TRN: XA15M0308040607
Submitting Site:
INIS
Size:
page(s) 593-650
Announcement Date:
May 12, 2015

Conference:

Citation Formats

Fitzer, E., and Vohler, O. The Behaviour of Various Graphites under Neutron Irradiation; Comportement de divers graphites sous l'effet de l'irradiation neutronique; ПОВЕДЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ГРАФИТОВ ПОД ДЕЙСТВИЕМ НЕЙТРОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ; Efectos de la irradiación neutrónica sobre diversos tipos de grafitos. IAEA: N. p., 1963. Web.
Fitzer, E., & Vohler, O. The Behaviour of Various Graphites under Neutron Irradiation; Comportement de divers graphites sous l'effet de l'irradiation neutronique; ПОВЕДЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ГРАФИТОВ ПОД ДЕЙСТВИЕМ НЕЙТРОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ; Efectos de la irradiación neutrónica sobre diversos tipos de grafitos. IAEA.
Fitzer, E., and Vohler, O. 1963. "The Behaviour of Various Graphites under Neutron Irradiation; Comportement de divers graphites sous l'effet de l'irradiation neutronique; ПОВЕДЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ГРАФИТОВ ПОД ДЕЙСТВИЕМ НЕЙТРОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ; Efectos de la irradiación neutrónica sobre diversos tipos de grafitos." IAEA.
@misc{etde_22334323,
title = {The Behaviour of Various Graphites under Neutron Irradiation; Comportement de divers graphites sous l'effet de l'irradiation neutronique; ПОВЕДЕНИЕ РАЗЛИЧНЫХ ГРАФИТОВ ПОД ДЕЙСТВИЕМ НЕЙТРОННОГО ОБЛУЧЕНИЯ; Efectos de la irradiación neutrónica sobre diversos tipos de grafitos}
author = {Fitzer, E., and Vohler, O.}
abstractNote = {The change of graphite properties under neutron irradiation, which is quite important for reactor designers, has been investigated closely for several years, and results have been reported in detail by several authors. The goal of these irradiation experiments was the quantitative determination of property changes as a function of irradiation dose and temperature. The concern of our own irradiation programme, which is sponsored by the Ministry of Atomic Affairs of the Federal Republic of Germany, was to study the behaviour of a wide range of reactor-grade graphites under controlled irradiation conditions. In the first part of the paper, radiation damage as a function of different types of artificial graphite is dealt with. The graphite types differed only by their degree of crystalline order, even though they were produced under the same graphitizing conditions. The differences are caused by the different graphitizabilities of the raw materials. The dependence oí the radiation damage on the graphite type seems to be of fundamental importance for the development of reactor-grade graphites with respect to various applications. Within one group the physical properties are changed in different ways for different graphite types. The differences of the unirradiated samples remain largely unchanged or are even more pronounced after irradiation. Mechanical properties, such as strength, Young's Modulus and thermal expansion, fall into this group. The well-known Wigner growth of various graphites under irradiation was studied systematically. Furthermore, such properties are reported which are levelled out to a final value under the same irradiation conditions even when the raw materials are different. This is true for the thermal and electrical conductivity, the magnetic susceptibility and to some extent for the lattice dimensions of the graphites. Finally, the effect of irradiation on the pore distribution of the various graphites is discussed. The second section ol the paper is concerned with the correlation between the Wigner growth and the shape of the sample. The results presented here are compared with those reported in the literature, and it is shown that the absolute value of the Wigner growth depends on the shape of the irradiated graphite sample in such a manner that the specimens with the greatest length- to- width ratio show the greatest relative change in length after irradiation. In the last section the results of irradiations of the same graphite types in three different reactors, FRM, EL. a and GETR, are compared. The reactors differ very much in the neutron spectrum of their irradiation channels, and on the basis of the measured radiation damages the neutron doses can be estimated. It was found that in a test hole in the FRM the same irradiation damage is caused by a dose of 1 x 10{sup 19} n/cm{sup 2} as in the core of the GETR at 1 x 10{sup 21}n/cm{sup 2}. In the EL.3, the equivalent degree of damage could not be achieved because of the low neutron energy at the irradiation channel. (author) [French] Depuis un certain nombre d'années, la modification des propriétés du graphite sous l'effet de l'irradiation neutronique - question très importante dans les études de réacteurs - fait l'objet de recherches approfondies, dont les résultats ont été expósés en détail par plusieurs auteurs. Ces expériences sur l'irradiation visaient à déterminer quantitativement les modifications des propriétés en fonction du nombre de neutrons par cm{sup 2} et de Ja température. Le programme de recherche sur l'irradiation, entrepris à l'initiative du Ministère des affaires atomiques de la République fédérale d'Allemagne, avait pour objet d'étudier le comportement de toute une gamme de graphites pour réacteurs sous irradiation contrôlée. Dans la première partie du mémoire, les auteurs indiquent quels ont été les dommages causés par les rayonnements, selon le type de graphite artificiel. Les types de graphite ne diffèrent que par le degré de cristallisation, même s'ils sont produits dans les mêmes conditions de graphitisation. Les différences s'expliquent par les diverses possibilités de graphitisation de la matière première. L'influence du type de graphite sur l'étendue des dommages causés par les rayonnements semble avoir une grande importance pour la recherche des qualités de graphite pour réacteurs destinés à différents usages. Dans les divers types de graphite, les propriétés physiques d'un même groupe se modifient de différentes façons. Les différences entre échantillons non irradiés subsistent en grande partie ou sont même encore plus marquées après irradiation. Les propriétés mécaniques, telles que la résistance, le module de Young et la dilatation thermique appartiennent à ce groupe. Les auteurs ont étudié systématiquement la croissance de Wigner des divers graphites sous l'effet de l'irradiation. Ils signalent en outre certaines propriétés qui, dans les mêmes conditions d'irradiation, tendent vers une même valeur finale, même si les matières premières sont différentes. Il en est ainsi pour la conductivité thermique et électrique, la susceptibilité magnétique et, dans une certaine mesure, les dimensions du réseau des graphites. Les auteurs examinent ensuite l'effet de l'irradiation sur la distribution des pores dans les différents graphites. Dans la deuxième partie du mémoire, les auteurs s'occupent de la corrélation entre la croissance de Wigner et la forme de l'échantillon. Les auteurs comparent les résultats qu'ils ont obtenus à ceux qui ont été publiésv et montrent que la valeur absolue de la croissance de Wigner est fonction de la forme de l'échantillon de graphite irradié et que les échantillons poiir lesquels le rapport entre la longueur et la largeur est le plus élevé accusent la plus forte variation de longueur relative après irradiation. Enfin, les auteurs comparent les résultats obtenus pour les mêmes types de graphite à la suite de leur irradiation dans trois réacteurs différents: le réacteur FRM, EL.3 et GETR. Dans ces réacteurs, les spectres des neutrons des canaux d'irradiation sont très différents et on peut estimer les quantités de neutrons par cm{sup 2} d'après les dommages causés par les rayonnements. On a constaté qu'un même dommage était dû à 1 * 10{sup 19} nvt dans un canal d'expérimentation du FRM et à 1*10{sup 21} nvt dans le coeur du GETR. Pour ce qui est du réacteur EL.3, il n'a pas été possible d'obtenir un dommage équivalent en raison de la faible énergie de neutrons dans le canal d'irradiation. (author) [Spanish] Por el interés que presentan para la construcción de reactores, las modificaciones que la irradiación neutrónica introduce en las propiedades del grafito, se vienen estudiando desde hace varios años, y diversos autores han publicado los resultados obtenidos. La finalidad de aquellos experimentos de irradiación era determinar cuantitativamente los cambios sufridos por las propiedades del mencionado material en función de la dosis de irradiación y de la temperatura. El objeto perseguido por los autores con su presente programa de irradiación, que ha sido patrocinado por el Ministerio de Asuntos Atómicos de la República Federal de Alemania, fue estudiar el comportamiento de un gran número de variedades de grafito de pureza nuclear en condiciones de irradiación controladas. En la primera parte de la memoria se indican los daños que las radiaciones producen en diversos tipos de grafitos artificiales, que se diferencian solamente por sus respectivos grados de orden de cristalización, a pesar de haber sido obtenidos todos en las mismas condiciones de grafitización. Las diferencias se deben a la capacidad de transformarse en grafito, que varía según las materias primas. Al parecer, la manera en que los daños sufridos por irradiación dependen del tipo de grafito es de fundamental importancia en la obtención de grafitos adecuados para las diversas aplicaciones que este material encuentra en los reactores. Dentro de un mismo grupo, las propiedades físicas cambian de modo distinto para los diferentes tipos de grafito. Las diferencias que existen entre las muestras no irradiadas se conservan en gran parte o incluso se acentúan.con la irradiación. En este grupo se cuentan las propiedades mecánicas tales como la resistencia, el módulo de Young y la dilatación térmica. Los autores estudiaron sistemáticamente el conocido efecto de crecimiento de Wigner en diversos tipos de grafito sometidos a la irradiación. Además, la memoria informa sobre aquellas propiedades que, en las mismas condiciones de irradiación, tienden hacia un mismo valor final aunque las materias primas sean distintas. Esto sucede en el caso de la conductividad téimjca y eléctrica, de la susceptibilidad magnética y, hasta cierto punto, de las dimensiones de la red cristalina de los grafitos. Por último, los autores analizan el efecto de la irradiación sobre la distribución de los poros en los diversos tipos de grafitos. La segunda parte de la memoria se ocupa de la correlación existente entre el crecimiento de Wigner y la forma de la muestra. Los resultados que se citan en la memoria son comparados con los que figuran en la bibliografía y se demuestra que el valor absoluto del crecimiento de Wigner depende de la forma de la muestra de grafito irradiada, observándose que la longitud de las muestras en las que la razón longitud : ancho es más elevada sufre un cambio relativo mayor a raíz de la irradiación. En el último capítulo se comparan los resultados obtenidos al irradiar los mismos tipos de grafito en tres reactores diferentes, a saber, el FRM, el EL.3 y el GETR. Los espectros neutrónicos en los canales de irradiación de esos tres reactores son muy diferentes y la medición de los daños ocasionados por las radiaciones puede servir de base para calcular las dosis neutrónicas. Se encontró que una dosis de 1 * 10{sup 19} nvt en el orificio de exploración del reactor FRM causa los mismos daños que una dosis de 1 * 10{sup 21} nvt en el cuerpo del reactor GETR. No fue posible alcanzar daños de un grado equivalente en el reactor EL.3, por ser demasiado baja la energía de los neutrones en el canal de irradiación. (author) [Russian] Изменение свойства графита под действием нейтронного облучения, имеющее весьма большое значение для конструкторов реакторов, тщательно исследовалось в течение многих лет, и результаты докладывались подробно рядом авторов. Целью этих опытов по облучению было количественное определение изменений свойств в зависимости от дозы облучения и температуры. Задачей нашей собственной программы облучения, проводимой по поручению Министерства атомной промышленности Федеративной Республики Германии, было изучение поведения, различных графитов реакторных сортов в условиях контролируемого облучения. В первой части доклада приводятся данные относительно радиационного повреждения в зависимости от различных сортов искуственных графитов. Сорта графитов отличаются друг от друга только по степени своего кристаллического порядка, хотя все они были изготовлены в одинаковых условиях графитизации. Различие возникает из-за неодинаковой способности к графитиэацИи исходного сырья. Зависимость радиационного повреждения от сорта графита имеет, по-видимому, большое значение для выработки графитов реакторных сортов в зависимости от назначения. В одной и той же группе физические свойства изменяются не одинаково для графитов разных сортов. Разница, существовавшая между необлученными образцами, остается в основном неизменной или даже усиливается после облучения. Сюда относятся механические свойства, например прочность материала, модуль Юнга, а также коэффициент термического расширения. Систематически излучался хорошо известный вигьеровский рост различных графитов под вл чнием облучени ' Далее, сообщается о таких »свойствах, которые выравниваются до определенной величины в одинаковых условиях облучения даже в случае, если исходное сырье различно. Это имеет место для теплопроводности и электропроводимости, магнитной восприимчивости и, в некоторой мере, для размеров решетки графитов. Наконец, обсуждается воздействие облучения ка распределение пор в различных графитах. Вторая часть докла-да посвящена изучению связи между вигнеровским ростом и формой образца. Представляемые в настоящем докладе разультаты сравниваются с другими данными, о которых сообщалось в технической литературе, причем показано, что абсолютная величина вигнеровского роста зависит от фоомы облучаемого образца графита, так что образцы с наибольшим соотношением между длиной и шириной испытывают в результате облучения наибольшее относительное изменение длины. В последней главе сравниваются результаты облучения графитов одного и того же типа в трех ’ различных реакторах, а именно ъ реакторе FE ъ Мюнхене, в реакторе EL-3 в Сакле и в реакторе GETR в Валлеситосе. Эти реакторы сильно отличаются друг от друга по нейтронному спектру в каналах для облучения; исходя из измерения радиационных поражений, представляется возможным определять дозы нейтронов. Было найдено, что в экспериментальном канале реактора FR в Мюнхене доза в 1 * 10{sup 19} nvt наносит такое же радиационное повреждение, как доза в 1 * 10{sup 21} nvt в активной зоне реактора GETR. В реакторе EL.3 в Сакле, ввиду малой энергии нейтронов в канале облучения, равноценного вреждения достичь не удалось. (author)}
place = {IAEA}
year = {1963}
month = {Aug}
}